Strahlenversprödung in Loviisa Reaktordruckbehältern - Experience of Irradiation Embrittlement in Loviisa Reactor Pressure Vessels

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Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:Sicherheit und Verfügbarkeit in der Anlagentechnik mit dem Schwerpunkt Kerntechnik ; 2: Vorträge 28-45
1. Verfasser: Ahlstrand, R. (VerfasserIn)
Weitere Verfasser: Valo, M. (VerfasserIn)
Pages:2
Format: UnknownFormat
Sprache:und
Veröffentlicht: 1990
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Titel Jahr Verfasser
Auslegung graphischer Komponenten eines HTR in Bereichen hoher Neutronenfluenz - The Design of Graphite Components in Regions of High Neutron Fluence 1990 Schmidt, A.
Anrißverhalten und Rißwachstum eines Rohrbogens DN 400 unter hoher in-plane Biegewechsellast - Crack Initiation and Crack Propagation of an Elbow Subjected to Repeated High In-Plane Bending 1990 Diehm, H.
Bruchmechanische Analysen zu Großexperimenten im internationalen Vergleich - Fracture Analyses of Large-Scale Experiments - An International Round-Robin — 1990 Bass, B. R.
Zähes Rißwachstum bei Thermoschock-Beanspruchung - Ductile Crack Growth Under a PTS Event 1990 Okamura, H.
Abschätzung der Reststandzeit von Brennstab-Hüll- rohren nach Störungen im Reaktorkern mit der Lebensanteil-Regel - Assessment of the Residual Time to Rupture of Fuel Pins After Reactor Core Disturbances Using the Lebensanteil-Rule 1990 Schäfer, L.
Ermüdungsnachweise für rechnerisch hochbeanspruchte Rohrleitungsbauteile und Armaturen in Kernkraftwerken - Fatigue Analysis for Analytically Overloaded Piping Components and Valves in Nuclear Power Plants 1990 Charalambus, B.
Ergebnisse von HDR-Versuchen zur Rohrbelastung bei thermisch geschichteten Strömungen - Results of HDR-Experiments for Pipe Loads Under Thermally Stratified Flow Conditions 1990 Wolf, L.
Realisierung von Maßnahmen zur Vermeidung von dehnungsinduzierter Rißkorrosion in ferritischen Rohrleitungssystemen eines Siedewasserreaktors - Realisation of Provisions to Prevent Strain Induced Corrosion Cracking in Ferritic Piping Systems of a Boiling Water Reactor 1990 Berg, H.
Tragfähigkeit großer Rohre mit Umfangsfehler unter Zugbeanspruchung - Vergleich zwischen Experiment und rechnerischer Abschätzung - Load Bearing Behaviour of Large Pipes With Circum- ferential Flaws Under Tensile Loading - Comparison of Experiments With Engineering Approaches 1990 Stadtmüller, W.
Rißwachstumsversuche an Rohren mit Umfangsfehler unter zyklischer äußerer Biegemomentbelastung - Crack Growth Tests With Circumferentially Flawed Pipes Loaded by Alternating Outer Bending Moment 1990 Stoppler, W.
Einfluß der Bestrahlung auf die Bruch- und Rißstopp- Zähigkeit von Unterpulverschweißnähten und auf die Plattierung - Ergebnisse aus dem HSSI-Programm - HSSI Program Irradiation Effects on Sub/Arc Weld Fracture Toughness and Crack Arrest, and on Stainless Steel Cladding 1990 Serpan, C. Z.
Langzeitintegrität von druckführenden Komponenten der ersten Generation von Kernkraftwerken in der Tschechoslowakei - Longg Term Integrity of Main Pressure Boundary Components in the First Generation of Nuclear Power Plants in Czechoslovakia 1990 Zdarek, J.
Erkenntnisse aus der Überprüfung der druckführenden Umschließung der Kernkraftwerke Greifswald nach langfristigem Betrieb - Safety Review of the Primary Circuit of the Nuclear Power Plants in Greifswald After Long-Term Service 1990 Schulz, H.
Sicherstellung der Integrität des Spannbeton- Reaktordruckbehälters (SBRB) während der Betriebszeit - How to Ensure the Integrity of Prestressed Concrete Reactor Vessel (PCRV) 1990 Becker, G.
Nicht-linear thermodynamische Modelle und konstitutive Gleichungen zur Beschreibung der bestrahlungs- induzierten Deformations- und Schadensakkumulationsprozesse - Irreversible Thermodynamics Models and Constitutive Equations of the Irradiation Induced Deformation and Damage Accumulating Processes 1990 Wassilew, Ch.
Strahlenversprödung in Loviisa Reaktordruckbehältern - Experience of Irradiation Embrittlement in Loviisa Reactor Pressure Vessels 1990 Ahlstrand, R.
Einfluß der Betriebsschädigungs-Mechanismen auf Hüllrohre aus Zr-2,5%Nb im CANDU-Reaktor - Mitigation of Degradation Mechanisms Affecting CANDU Pressure Tubes 1990 Simpson, L. A.
Numerische Analyse des duktilen Rißwachstums an einem vereinfachten Stutzenmodell bei Thermoschock- Druck-Belastung - Numerical Analysis of Ductile Crack Growth in a Simplified Nozzle Model under Pressurized Thermoshock Loading 1990 Kuna, M.
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